Development and optimisation of fission chambers neutron measurements applied on experimental nuclear reactor. Uncertainties thorough understanding, processing and reduction
Développement et optimisation de méthodes de mesures neutroniques par chambre à fission auprès de réacteurs expérimentaux. Maîtrise , traitement et réduction des incertitudes
Résumé
Nuclear measurement, and in particular neutronic measurement, plays a key role in nuclearresearch and industry. Neutrons, when detected, are able to provide capital pieces ofinformation on the behavior of, for example, a nuclear reactor core. This allows, amongothers things, a safe operating of the reactor, qualifying calculation tools used for theconception of future reactors (such as the JHR or the 4th generation reactors) and makingprogress in fundamental research by improving nuclear data libraries. The result of eachmeasurement is affected by an uncertainty which depends on many factors. Its estimation isa necessity and its reduction is one of the major challenges taken up to by the CEA.Neutrons are not charged particles and are therefore unable to directly ionize the gas of agas filled detector; therefore their detection using this kind of measurement tool requires aconversion reaction, which is, in the case of the fission chamber detector, the induced fissionreaction. The reduction and mastery of the uncertainties affecting the fission chambersmeasurements are the core of the thesis subject. This work was achieved within theExperimental Program Laboratory (LPE) of the Experimental Physics Section (SPEx) at CEACadarache. It is divided into four parts:· the first one consists in a state of the art of fission chambers measurements within theframework of the zero-power experimental reactors. It compiles knowledge aboutmeasurement techniques, technologies and physics used for neutron detection.· the second part study the optimization of two of the key parameters defining thedesign of a fission chamber:o the fissile deposit thickness. The results, obtained thanks to simulation,allowed a better understanding of this parameter’s impact on measurementswhich lead to an improvement of the future detectors design.o the filling gas type and pressure. A deep experimental parametric study wascarried out in the MINERVE facility which enables understanding the impact ofboth filling gas characteristics on results. New filling standards have beendiscovered and are now taken into account when designing new detectors.Those standards allow dividing by two the measurement uncertainties due topressure variations and enable using fission chambers in more variousexperimental setups.· the third part of this works is focused on the improvement of the electronic equipmentand post-treatments used for fission chambers measurements. Three innovativeacquisition devices were chosen for testing in MINERVE. The results obtained enablegiving a set of short term and long term recommendations considering the update ofthe instrumentation used in the SPEx zero power reactors. In addition, a new deadtime correction method was developed during the thesis and is presented in this part.Its positive impact on rod-drop measurement is given for illustration as the gapbetween experimental results and expected values is divided by four thanks to thisinnovative correction method.· the last part is about the optimization of spectral indices measurement. The mostimportant parameters regarding spectral indices assessment are studied, their impacton spectral index is quantified and their respective acquisition methods are optimized.The study was mainly concentrated on the calibration data acquisition. This work ledto significant improvement, most notably concerning the « 238U fission / 235U fission»spectral index measured in the MINERVE core. The gap between calculation andexperimental results has been greatly reduced (from 35.70% to 0.17%) and theassociated uncertainty has also been diminished (from 15.7% to 5.6%). Those resultsalso allowed explaining abnormal gaps between calculation and experimentationobserved in measurement performed in the MINERVE facility in 2004. (...)
Le rôle de la mesure nucléaire, et en particulier celui de la détection neutronique est fondamental dans la recherche et l’industrie nucléaire. Les neutrons fournissent des informations capitales sur le comportement d’un milieu expérimental de type réacteur nucléaire. Leur mesure permet, entre autres, d’assurer l’exploitation « au quotidien » des installations nucléaires de base par le respect des critères de sûreté, de qualifier les codes de calcul utilisés notamment pour la conception des coeurs du futur (comme les réacteurs de génération 4 ou le Réacteur Jules Horowitz) et de faire des progrès en recherche fondamentale, notamment en améliorant les bibliothèque de données nucléaires. Le résultat de chaque mesure est affecté d’une incertitude dont les contributions sont parfois complexes mais dont la prise en compte est systématiquement nécessaire pour leur interprétation. Leur réduction est un des challenges majeurs du CEA.Les neutrons sont des particules non chargées dont la détection par chambre d’ionisation passe nécessairement par une réaction de conversion. Le capteur de type « chambre à fission », utilise la réaction de fission induite. La maîtrise et la réduction des incertitudes affectées aux mesures utilisant ce détecteur constituent la thématique de cette thèse qui s’est déroulée au sein du Laboratoire des Programmes Expérimentaux (LPE) du Service de Physique Expérimentale (SPEx) du CEA Cadarache. Ils se divisent en quatre thématiques :• la première consiste en un état de l’art de la mesure neutronique par chambre à fission en réacteur maquette. Elle fait le point sur les techniques de mesure, la technologie et les processus physiques mis à profit lors de la détection des neutrons,• la deuxième thématique porte sur l’optimisation de deux paramètres intrinsèques du détecteur :o l’épaisseur du dépôt de matière fissile. Les résultats obtenus par simulation ont permis de mieux appréhender l’impact de ce paramètre sur les mesures et d’optimiser la conception des détecteurs futurs,o la pression et la nature du gaz de remplissage. Ces travaux ont permis d’étudier expérimentalement l’impact de cette grandeur sur le comportement de la chambre à fission et d’en optimiser le remplissage. De nouveaux standards ont été découverts et mis en place, adaptés au matériel utilisé aujourd’hui, qui permettent d’une part une division par deux des incertitudes liés aux variations de la pression de remplissage et une utilisation plus souple des détecteurs d’autre part,• la troisième thématique s’intéresse à l’amélioration de l’électronique de mesure et des post-traitements utilisés. Trois chaînes d’acquisition innovantes ont été testées de manière à couvrir les grandes lignes du panorama actuel de l’électronique de mesure. Il en résulte des recommandations dorénavant prises en compte pour l’équipement des maquettes critiques du SPEx. Ces travaux de thèses ont également été l’occasion d’introduire une méthodologie de correction de temps mort innovante et d’en illustrer l’impact positif (division par quatre des écarts entre la mesure et le résultat attendu) sur des mesures réalisées sur la maquette MASURCA,• la quatrième et dernière thématique s’intéresse à l’optimisation des mesures d’indice de spectre par chambre à fission. Chaque paramètre influençant la mesure voit son impact quantifié et sa détermination optimisée, un soin tout particulier étant apporté aux mesures d’étalonnage des capteurs. Il en résulte des améliorations majeures,notamment sur l’indice de spectre « fission 238U / fission 235U » mesuré au centre du coeur de MINERVE, caractérisé par une réduction des écarts « calcul / expérience »(passant de 35.70% à 0.17% dans le meilleur des cas) et une diminution des incertitudes de mesure (passant de 15.7% à 5.6%). Ces résultats ont également permis d’expliquer et de réduire drastiquement les écarts anormaux entre le calcul et l’expérience constatés lors de mesures réalisées en 2004 sur le réacteur MINERVE. (...)
Origine : Version validée par le jury (STAR)